高三理综测试题在超导托卡马克实验装置中

1. 托卡马克装置

应该是可以选的,它既然知道了托克马克装置,就应该是考你关于核聚变的方程式,所以选这个应该是没有问题的

2. 物理问题

该技术尚不能应用，因为它不像裂变可以控制。
太阳时刻都在核聚变产生巨大能量，如果人类有朝一日能控制聚变，那将改变一切，能源将源不断，海底有大量聚变原料。
各国正在研究聚变，如人造太阳的研究项目：

“人造太阳”，即先进超导托卡马克实验装置，也即国际热核聚变实验堆计划(ITER)建设工程，是当今世界迄今为止最大的热核聚变实验项目，旨在在地球上模拟太阳的核聚变，利用热核聚变为人类提供源源不断的清洁能源。核聚变能以氘氚为燃料，具有安全、洁净、资源无限3大优点，是最终解决我国乃至全人类能源问题的战略新能源

3. 超导托卡马克的“HT-7U超导托卡马克装置建设”介绍

HT- 7U超导托卡马克以其具有低温超导的纵场磁体系统和极向场超导磁体系统而受到国内外聚变界的广泛关注。我们等离子体物理研究所的全体员工为我们所能承担这样一个国家级的重大科学研究工程项目而感到无比荣幸，为使我所广大科研人员特别是未能直接承担这个科研任务的同志们能较为全面的了解该科研项目的情况，进而也为完成该项目献计献策，特在此简要介绍有关该项目的立项、预研、设计等情况。我们非常欢迎所内外的广大科研人员都来关心、关注HT-7U工程项目的设计和建造，为顺利完成这一重大科学工程项目而努力。 近年来，我国的核聚变研究伴随着全面改革开放和国家的综合国力的增强从而对科学技术研究及教育投入的逐步增加而得到长足的发展，多年来陆续建成的一批核聚变实验研究装置都取得了极好的实验研究成果。其中建在我所的HT-7超导托卡马克尤其以其具有低温超导纵场磁体系统而倍受国内外聚变界的关注。为了更进一步发展、推进我国的聚变科学研究事业，探索非圆、大拉长截面、稳态的等离子体实验控制技术，更深入研究全低温超导托卡马克实验装置的设计、建造和实验技术，从而全面掌握托卡马克类核聚变实验装置各种技术，我所在HT-7投入运行并取得良好实验结果的同时，适时提出建造HT-7的升级装置“HT-7U全超导托卡马克装置”的计划。所谓全超导意为构成托卡马克装置的全部纵场系统和极向场系统都采用低温超导磁体组成。这个计划得到了世界聚变科学研究专家们的极大支持，我所为该计划的顺利实现作了大量的先期预研和设计计算工作。
下面简要回顾一下HT-7U全超导托卡马克装置的立项历程：
1993年10月，以欧共体聚变部名誉主任帕仑布教授为首的来自国际上各大核聚变实验室的12位著名聚变科学家，对我所当时正在建设的HT-7超导托卡马克装置和中国科学院等离子体所的聚变研究发展战略进行了评议。这是我所第一次提出分三阶段实施聚变科学研究的计划。
1994年底，科学院基础局邀请了6位两院院士和8位专家在合肥召开了“HT-7U超导托卡马克计划座谈会”，这是HT-7U计划首次较正式提出。
1996年初，部分两院院士在京西宾馆对“九五”国家重大科学工程项目进行初步评估，HT-7U装置建设第一次得到国家级专家的赞同并被列入前十位项目中。
1997年6月，国家科技领导小组批准中国科学院关于“HT-7U大科学工程项目立项”的申请，该项目正式进入国家重大科学工程项目的立项操作程序。
1997年10月，由国家计委委托中国科学院主持召开“HT-7U工程项目建议书专家评估会”；该项目的建设方案和计划获得与会专家的好评。
1998年4月，正式通过国家计划发展委员会委托中国国际工程咨询公司主持召开的“HT-7U工程项目建议书专家评估会”的评估论证，这表明该项目的科学目标和技术参数及方案都得到专家们的赞许。
1998年7月，国家发展计划委员会正式批复“HT-7U工程项目建议书”（批文中同意“由中科院等离子体所承担建设”，“具有超导纵场和极向场线圈，具有D形非圆截面，包括托卡马克、低温致冷等9个子系统”。批文规定“在2003年6月完成建设工作并进行鉴定验收。项目总投资控制在1.65亿元”）
1998年10月，HT-7U工程项目可行性研究报告在北京获得中国科学院基建局主持的专家评估会一致通过，至此，该项目的设计方案和工程经费基本确定，国家发展计划委员会和财政部依此拨出专项经费。 受控热核聚变的实验和研究，经过50多年核聚变界科学家们的不懈努力，终于在常规Tokamak类型的装置上取得了突破性的进展。但是按照常规托卡马克装置建堆，不仅体积大、效率低，而且是脉冲运行。但是，一个经济实用的商用堆必须是高效、紧凑和稳态运行的。超导托卡马克正是在这一点有着极大的优势，即可以稳态运行。如果在超导托卡马克上实现了稳态运行又在稳态运行条件下大大改善了约束，则将为未来稳态、先进聚变反应堆奠定工程技术和物理基础，意义十分重大。
HT-7U不仅是一个全超导托卡马克而且具有会改善等离子体约束状况的大拉长非圆截面的等离子体位形，它的建成将使我国在2003年左右成为世界上少数几个拥有这种类型超导托卡马克装置的国家，从而使我国磁约束核聚变研究进入世界前沿。在装置建成后的10~15年期间，能在装置上对建造稳态先进的托卡马克核聚变堆的前沿性物理问题开展探索性的实验研究。HT- 7U的建成将使中国在人类开发清洁而又无限的核聚变能的领域内做出自己应有的重大贡献。因此，HT-7U的建造具有十分重大的科学意义。
本项国家级重大科学工程的主要工程目标是必须建设：
可稳态运行的超导托卡马克HT-7U装置主机，该实验装置应达到如下主要设计参数：
超导纵场场强BT = 3.5T
等离子体大半径R = 1.78m
等离子体小半径a = 0.4m
等离子体拉长比K = b/a = 1.6 ~ 2
加热场最大磁通变化能力△Φ = (8-10)V-S
等离子体电流IP = 1 MA
可稳态运行的低混杂波驱动等离子体电流系统（LHCD），该系统主要工程参数应达到：
总 功 率 P = 3.5 MW
工作频率 f0 = 2.45 GHz，3.7 GHz
可连续运行的离子回旋波加热系统(ECRF)，该系统主要工程参数应达到：
总 功 率 P = 3 ~ 3.5 MW
工作频率 f0 = 30 ~ 110 MHz
可保证HT-7U基本运行和实验的其它工程系统：如低温、诊断、电源、真空、计算机控制、数据采集和处理、水冷系统等，这些子系统的也都毫无疑问必须满足HT- 7U超导托卡马克装置稳态运行的要求。
HT-7U不是一个聚变堆，它是针对目前建造托卡马克核聚变堆尚存在的前沿性物理问题，进行探索性的实验研究，为未来稳态、安全、高效的先进商业聚变堆提供物理和工程技术基础。 HT-7U项目的最高管理机构是由中国科学院任命的“HT- 7U项目管理委员会”，中国科学院副院长白春礼任管委会主任，安徽省常务副省长汪洋任副主任，组成人员有中国科学院秘书长竺玄、副秘书长钱文藻、计财局长顾文琪、基建局长薛钟灵、基础局长金铎和合肥分院院长王绍虎以及国家发展计划委员会一人、科学技术部一人。
HT-7U项目完全按照国家基建项目实施总经理负责制的组织管理，中国科学院任命的工程指挥部组成人员如下：
万元熙为项目总经理（项目法人），翁佩德、谢纪康、李建刚任副总经理，
翁佩德兼任总工程师；
王孔嘉任总经济师；
高大明任总工艺师。
中国科学院还任命了HT-7U项目科技委员会的组成人员，赵仁恺院士任科技委员会主任，徐至展院士、严陆光院士和石秉仁研究员任任副主任，组成人员有阮可强院士、贺贤土院士、赵凯华教授、余昌旋教授、舒炎泰教授、陆全康教授和我所的邱励俭研究员。
为便于切实抓紧、抓好HT-7U项目的建设工作和有关改项目的各项管理工作，所领导决定：
1、设立HT-7U项目总经理办公会来协调、决定有关HT-7U项目的重大管理方面的决策；
2、成立HT-7U工程总体组(副总工程师、副总工艺师、副总经济师等组成）；任命了各分项技术负责人，设立由以上人员组成的总工程师办公会议来研究、解决HT-7U工程建设中的有关设计方案和实施方案方面的重要技术问题；还设立了依邱励俭为首王绍华、季幼章、许家治等参加的工程顾问组。
工程总体组及各分项技术负责人如下：
副总工程师： 武松涛（主机设计)
毕延芳(低温系统、超导导体)
高秉钧 (超导实验)
李建刚（第一壁及真空系统）
刘正之（电源及控制）
副总工艺师： 王永诚、 孙世洪
副总经济师： 黄贵、 姜桂萍
总控制、数采及处理系统 罗家融
真空抽充气及加料、第一壁处理等 辜学茂
水冷系统（包括去离子水冷却系统） 张祥勤
电网设计及供电系统 孙世洪、周士国
诊断系统 万宝年
基建（包括冷、暖） 孙世洪
环保分析及安全监控 吴宜灿
LHCD系统 匡光力
ICRH系统 赵燕平
ECRH系统 刘保华
我所目前已介入HT-7U项目建设工作的科研人员大约有近200人，主要有一室和三室的全部人员，二室、五室、六室、七室、八室、十室、十一室、技术中心和研制中心以及管理部门的部分人员。
目前，HT-7U项目的所有设计人员都实行严格的岗位责任制，发放岗绩津贴，全所上下都对于HT-7U项目的设计和研制倾注了满腔热情，提供了各方面的支持。 在所领导和HT-7U工程指挥部的强有力的领导下，在所有参加HT-7U项目的设计和预研工作的同志们的共同努力下（其中也包括有所外的有关工厂和研究部门的大力协作），HT-7U项目的工程设计和预研已经取得了多方面的进展，我们在此简要介绍如下：
1、HT-7U装置超导磁体所使用的CICC超导导体的研制取得了重大进展，装置设计室在合肥电缆厂和西北有色金属研究院等工业部门的协作下，顺利研制出一根长度为200米的模拟CICC导体和两根总长为600米的全尺寸CICC超导导体，这是我国第一次研制出大电流的低温超导导体，继以上的包管焊管制造CICC超导导体后，装置设计室又在合肥电缆厂和所研制中心的协作下，顺利研制出穿管制作的CICC超导导体，这为降低CICC超导导体的造价和减小制造的技术难度起到了决定性的作用。
2、所研制中心已经成功地研制出专用于HT- 7U装置CICC超导导体绕制的绕线机，并且已经使用该绕线机和模拟CICC导体绕制出2:3尺寸的D形纵场模拟双饼工艺试验磁体，这标志着我所研制中心具备了绕制具有较高精度的复杂D形磁体的加工能力。
3、装置主机设计方案初步完成，其中超导纵场系统已经按两种超导导体的方案进行了技术方案设计，即基于采用美国SSC电缆的浸泡式超导磁体方案和基于CICC导体的迫流内冷超导磁体方案；极向场电磁参数特别是加热场参数的优化设计计算取得了比较好的设计计算结果；真空室、内外冷屏、外真空室以及装置的支撑结构等方案也已初步确定，现正在进行有关的工程设计和工艺技术方面的调研、讨论。
4、装置设计室完成极向场中心螺管模拟线圈的设计，目前正在所研制中心利用自行研制的两根总长为600米的CICC超导导体进行绕制，这将是我国的第一个大电流低温超导磁体。
在进行并完成以上工作的同时，为确保HT-7U装置设计既具有参数先进又稳妥可靠，有选择地将有关的设计工作作为国际合作项目征求国外专家的意见，其中对于装置的总体设计参数和装置的工程方案设计已经召开了有世界核聚变领域的著名专家参加的国际讨论会。与有着丰富超导托卡马克设计制造经验的俄罗斯库尔恰托夫研究院核聚变所和叶夫列莫夫所开展了较为广泛的合作，对有关的设计计算参数、电磁场分析计算、等离子体的平衡位形设计计算、传热和超导移能等进行了分析校核。关于装置的极向场物理设计和等离子体平衡位形的设计计算方面还与美国GA开展了合作，用美国的程序对HT-7U的设计计算进行了进一步的校核。
目前，除各子系统都在进行紧张的扩大初步设计外，有关的研制工作也在紧张进行中。主要有：
1、通过国际合作，对已经研制出的CICC超导导体进行超导性能方面的综合测试试验，以便为CICC超导导体的最终设计提高必要的数据，也为我们自己建立超导导体、超导磁体测试实验室提供借鉴和经验。该项工作今年必须完成。
2、装置设计室完成了低温超导试验所必需的试验大杜瓦的设计，目前正在进行加工制造的询标、议标工作，今年力争基本完成加工并进行组装调试。
3、中心螺管模型磁体必须完成绕制、绝缘处理等全部制造工序，装置设计室完成的大电流的CICC超导导体的接头的研制必须在上半年完成，以便确定模型磁体所采用的超导导体接头形式。
4、单根长度达600米的CICC超导导体穿管生产线今年完成建造，进行试制生产。
全部的装置设计资料、参考资料、设计计算报告等技术资料都已经在总师办归档保存，已经可以从网络上查阅资料名称，也可以很方便地去总师办借阅。有关项目的文件和技术合同、合作协议类资料在项目办公室保存。 承担“HT-7U超导托卡马克装置建设”项目是对我所的核聚变实验装置工程设计能力和技术加工能力以及超导托卡马克装置运行实验的检验和挑战，应该看到尽管我所有着一定的托卡马克设计、制造、运行和控制的经验，但对于HT-7U超导托卡马克装置这样的全超导托卡马克装置，非但是我们所，即便是世界上的核聚变大国(美国、西欧、日本、法国、俄罗斯等)，也都未曾有这样的经历和经验，所以，可以毫不夸张地说HT-7U超导托卡马克装置的建成之日，也一定是我国进入世界核聚变研究大国的行列之日。
正因为如此，HT-7U超导托卡马克装置的设计建造以及实验运行是必然的给我们带来了巨大的挑战，我们必须对此有一个清醒的认识。其中最为核心的具有挑战性的工程技术方面的难点有：
HT-7U装置所使用的CICC超导导体的设计、研制和试验测试技术；
较大电流变化、较高磁场变化的超导极向场磁体的设计、制造和试验测试及实验运行技术；
非圆、大拉长截面、稳态的等离子体控制技术；
从HT-7U超导托卡马克装置建设的立项可以看出，我国的核聚变科学研究工作已经得到国家的大力支持，该项科学研究已经有着广泛的国际合作的基础。随着我国综合国力的提高，相信国家对聚变研究的支持强度肯定会不断增加，在此基础上，中国开发聚变能的研究一定会进入世界先进行列并为人类社会的可持续发展做出重大贡献。
努力做好我们的工作，把HT-7U装置早日建成，为把我国建成科技强国而奋斗,为我国的技术进步而努力。 ：
课题号
课题名
负责人
U1010000
主机设计
武松涛
U1020000
低温系统
毕延芳
U1030000
电源系统
刘正之
U1040000
真空系统
辜学茂
U1050000
超导实验
高秉钧
U1060000
第一壁材料
李建刚
U1070000
环保与防护
吴宜灿
U2010000
物理设计
虞清泉
U2020000
低混杂波
匡光力
U2030000
离子回旋波
赵燕平
U2040000
数采
罗家融
U2050000
控制
罗家融
U2060000
诊断
万宝年
U2070000
电子回旋波
刘保华
U3010000
高大明
U3020000
孙世洪
U3030000
孙世洪
U3040000
水冷系统
张祥勤
U3050000
高大明
U3060000
高大明
U4010000
王孔嘉
U4020000
王孔嘉
U4030000
翁佩德
U4040000
王孔嘉
U4050000
王孔嘉
U4060000
高大明
U4070000
王孔嘉

4. 电流无法产生的现象或效果是磁场发热电离核聚变

首先感谢一楼的精彩回答.
补充2句：“EAST”的主要部件就是16个超导线圈组成的环形磁场.
如一楼所述,电离后产生的带电粒子会因为磁场的影响在环形磁场内做螺旋运动,产生电流.
理想状态下,带电粒子由于磁场的约束只在磁场内部运动,不会产生损失,但是由于各种原因（磁场不够强,或者粒子速度过快,或者磁场强度不均匀等等）带电粒子会不可避免的逃逸出磁场的约束,最终导致电流的泯灭.
这就是“电流200千安,时间3秒”的解释.

5. 全超导托卡马克核聚变实验装置的研究成果

HT-7装置1995年投入运行，经过多方面的改进和完善，装置运行的整体性能和水平有了很大的提高。13年来，物理实验不断取得重大进展和突破，获得了一系列国际先进或独具特色的成果。
在中心等离子体密度大于2.2×1019/m3条件下，最高电子温度超过5 000万度；获得可重复大于60秒(最长达到63.95秒)、中心电子温度接近500万度、中心密度大于0.8×1019/m3的非感应全波驱动的高温等离子体；成功地实现了306秒的稳态等离子体放电，等离子体电流60kA，中心电子密度0.8×1019/m3，中心电子温度约1 000万度；2008年春季，HT-7超导托卡马克物理实验再次创下新纪录：连续重复实现了长达400秒的等离子体放电，电子温度1 200万度，中心密度0.5×1019/m3。这是目前国际同类装置中时间最长的高温等离子体放电。
同时，还在HT-7上开展了石墨限制器条件下的运行模式、等离子体物理特性和波加热、波驱动高参数等离子体物理特性以及高参数、长脉冲运行模式等世界核聚变前沿课题的研究，出色完成了国家“863”计划和中科院重大课题研究任务。HT-7实验的成功使中国磁约束聚变研究进入世界先进行列，也使HT-7成为世界上(EAST建成之前的)第二个全面开放的、可进行高参数稳态条件下等离子体物理研究的公共实验平台。
EAST在2007年1-2月的第二轮等离子体放电实验中，获得了稳定、可控具有大拉长比的偏滤器位形等离子体放电，最大等离子体电流达0.5MA，在0.2MA等离子体电流下最长放电达9秒，并成功完成了磁体、低温、总控和保护、等离子体控制等多项重要工程测试和物理实验。
2016年2月，中国EAST物理实验获重大突破，成功实现电子温度超过5000万度、持续时间达102秒的超高温长脉冲等离子体放电。这也是截至2016年2月国际托卡马克实验装置上电子温度达到5000万度持续时间最长的等离子体放电。标志着中国在稳态磁约束聚变研究方面继续走在国际前列。 发展目标：通过15年(2006-2020)的努力，使EAST成为我国磁约束聚变能研究发展战略体系中最重要的知识源头，使我国核聚变能开发技术水平进入世界先进行列。同时，积极参与国际合作，消化、吸收、掌握聚变堆关键科学与技术，锻炼队伍，培养人才，储备技术，使得我国有能力独立设计和建设(或参与国际合作)聚变能示范堆。
HT-7装置是国际上正在运行的(EAST投入正式运行之前)第二大超导托卡马克装置，配合EAST的科学目标开展高温等离子体的稳态运行技术和相关物理问题的研究，其稳态高参数等离子体物理实验结果和工程技术发展对EAST最终科学目标的实现和国际聚变研究都具有重要的直接意义。
EAST的科学研究分三个阶段实施：
第一阶段(3-5年)：长脉冲实验平台的建设；第二阶段(约5年)：实现其科学目标，为ITER先进运行模式奠定基础；第三阶段(约5年)：长脉冲近堆芯下的实验研究。
EAST将对国内外聚变同行全面开放，结合国内外聚变的科学、技术和人才优势，开展磁约束聚变的科学和技术研究，培养国内磁约束聚变人才，为中国聚变能的发展奠定基础。

6. 全超导托卡马克核聚变实验装置的应用学科

HT-7和EAST两大装置，瞄准核聚变能研究前沿，开展稳态、安全、高效运行的先进托卡马克聚变反应堆基础物理和工程问题的国内外联合实验研究，为核聚变工程试验堆的设计建造提供科学依据，推动等离子体物理学科其他相关学科和技术的发展。
HT-7是一个比较成熟和稳定的实验装置，有比较完善的实验和测量手段，可以开展超长脉冲条件下等离子体与壁相互作用、等离子体稳态控制、等离子体驰豫演化等一系列稳态物理和技术问题，可在高功率密度条件下研究稳定性、输运、先进运行模式等与未来聚变堆密切相关的物理前沿问题。开展一些目前尚未成熟但未来EAST必需的物理和工程技术前期研究。
EAST作为HT-7的升级装置，不仅规模更大，其独有的非圆截面、全超导及主动冷却内部结构三大特性，将更有利于探索等离子体稳态先进运行模式，其工程建设和物理研究可为 ITER项目的建设提供直接经验，并为未来聚变实验堆提供重要的工程和物理实验基础。

7. 我国自行研制了可控热核反应实验装置“超导托卡马克”（英名称：EAST，俗称“人造太阳”）．设可控热核实

A、可控热核反应装置中发生的核反应方程式是₁²H+₁³H→₂⁴He+₀¹n，故A正确；
B、核反应过程中质量版数守恒，但质量不守权恒，核反应过程中存在质量亏损，因此m₁+m₂≠m₃+m₄，故B错误；
C、核反应过程中的质量亏损△m=m₁+m₂-m₃-m₄，释放的核能△E=△mc²=（m₁+m₂-m₃-m₄）c²，故C正确；
D、这种装置的核反应是核聚变，我国大亚湾核电站所使用核装置是核裂变，它们的核反应原理不相同，故D正确；
本题选不正确的，故选B；

8. 超导托卡马克的HT-7实验系统

HT-7是一个宠大的实验系统，它包括HT-7超导托卡马克装置本体，大型超高真空系统，大型计算机控制和数据采集处理系统，大型高功率脉冲电源及其回路系统，全国规模最大的低温液氦系统，兆瓦级低杂波电流驱动和射频波加热系统，以及数十种复杂的诊断测量系统。几年来， HT-7超导托卡马克装置经过不断的改造，成功地进行了十几轮实验运行，取得若干具有国际影响的重大科研成果。为了实现HT-7超导托卡马克装置的高功率、稳态运行，2001年，科技人员对HT-7的实验系统进行了数项重大改进，在工程上向着 迈出了一大步：
1）极向场的稳态供电及控制；
2）利用钒钢实现稳态条件下纵场波纹度的大幅度改善；
3）1MW稳态低杂波电流驱动系统；
4）高性能水冷石墨限制器及粒子排除系统；
5）新型射频天馈系统；
6）海量数据实时与连续采集系统；
7）数项先进等离子体诊断系统。
在物理上，HT-7紧紧围绕稳态高约束等离子体运行这一当今世界磁约束聚变最具挑战性的前沿课题展开全面深入地研究。为达到这个目的所 如下：
1）低杂波电流驱动及改善约束；
2）离子伯恩斯坦波加热及改善约束；
3）边界湍流及输运研究；
4）等离子体参数精细分布控制；
5）先进壁处理；
6）稳态运行及控制。
随着物理实验的不断深入，2001年冬季实验又获重大进展，创造了许多令世人瞩目的 1）实现了在低杂波驱动下电子温度超过五百万度、中心密度大于1.0×1019m-3、长达20秒可重复的高温等离子体放电；
2）实现大于10秒、电子温度超过一千万度、中心密度大于1.0×1019m-3的高参数等离子体放电，这是世界上第二个放电长度达到1000倍能量约束时间高参数准稳态等离子体；
3）在离子伯恩斯波和低杂波协同作用下，实现放电脉冲长度大于100倍能量约束时间、电子温度二千万度的高约束稳态运行；
4）最高电子温度超过三千万度。
迄今，HT-7超导托卡马克达到的 1）等离子体参数：放电时间20秒，电子温度 >3000万度，电子密度6.5X1019m-3 ，等离子体电流240仟安；
2）装置运行参数：磁场强度2.2特斯拉，本底真空4×10-6Pa,储能≤10仟焦；
3）低杂波系统指标：最大注入功率700仟瓦，环电压降至0，并向变压器反充电；
4）离子回旋波加热和IBW指标：最大注入功率330仟瓦,等离子体电子温度和离子温度明显升高；
5）等离子体和壁相互作用：RF清洗及RF硼化和硅化效果明显，有效Zeff接近1；
6）诊断技术及所达指标：总诊断35种，400多路诊断信号；
7）加料技术：弹丸注入和IBW协同实验，发现芯部约束改善；Laval喷嘴实验已取得初步结果；
8）等离子体控制：多变量控制，等离子体电流、位移反馈，实现等离子体参数灵活调节，较高放电重复率。
以上指标充分说明，HT-7超导托卡马克装置已步入世界上为数不多的可进行高参数稳态条件下等离子体物理研究的先进装置行列。
HT-7在未来几年里， 1）向更高参数冲击，在2-3年内奠定HT-7在国际受控界不可取代的地位；
2）全面开展国家九五大科学工程“HT-7U”托卡马克的先行实验。
力争进入世界托卡马克五大装置，完成在稳态先进运行领域不可取代（前两名）地位。
拟进行的物理研究内容如下：
通过实验计划的科学实施可在以下方面达到国际领先水平，做出突破性贡献。建立有创新性和适合国家能源体系的 “稳态、先进模式”的 1）稳态模式的研究：在HT-7超导托卡马克上实现30秒级的等离子体，存在时间约为能量约束时间的2000倍，等离子体各项参数均达到稳态。研究等离子体电流密度和参数分布的驰豫过程。
2）高约束模式的研究：在100倍于能量约束时间的尺度，利用低杂波，射频波及两波的协同和其它实验手段（如加料方式，MHD抑制等）控制电流和压强分布参数，实现先进的，自洽的高约束等离子体。提高能量约束时间（1-2倍）和电子温度（>五千万度）。
3）高磁比压和运行极限的研究：实现具有约束改善的兆瓦级功率电流驱动和加热，研究高磁比压（高b N）条件下等离子体稳定性。
4）加料、排灰、排热研究：研究准稳态条件下（100倍于粒子循环时间尺度）等离子体边界行为和粒子再循环，实现加料、排灰、排热的控制，使等离子体密度和壁的再循环达到稳态。
（汪舒娅供稿/02年11月）
此网页最近更新于02年11月19日 。
“九五”国家重大科学工程项目